AUTORITÉ
DE SÛRETÉ
NUCLÉAIRE
DIVISION D'ORLÉANS
CODEP-OLS-2016-040607 Orléans, le 13 octobre 2016 Monsieur le Directeur du Centre Nucléaire de Production d'Electricité de Dampierre-en-Burly BP 18 45570 OUZOUER SUR LOIRE
Objet : Contrôle des installations nucléaires de base CNPE de Dampierre - INB n° 85 Inspection n° INSSN-OLS-2016-0160 des 3 et 4 octobre 2016
« Inspections de chantiers - réacteur n° 3 »
Réf. :
 Code de l'environnement, notamment son chapitre VI du titre IX du livre V
Monsieur le Directeur, Dans le cadre des attributions de l'Autorité de sûreté nucléaire (ASN) précisées en référence, concernant le contrôle des installations nucléaires de base, deux journées d'inspection inopinée ont eu lieu les 3 et 4 octobre 2016 à la centrale nucléaire de Dampierre-en-Burly à l'occasion de l'arrêt pour simple rechargement (ASR) du réacteur n° 3. À la suite des constatations faites à cette occasion par les inspecteurs, j'ai l'honneur de vous communiquer, ci-dessous, la synthèse de l'inspection ainsi que les principales demandes et observations qui en résultent.

## Synthèse De L'Inspection

Dans le cadre de l'arrêt pour simple rechargement du réacteur n° 3 du site de Dampierre-en-Burly, les inspections des 3 et 4 octobre 2016 avaient pour objectif de contrôler les travaux de maintenance sous les angles de la sûreté, la radioprotection, la sécurité et l'environnement. Ces inspections ont concerné des chantiers localisés dans le bâtiment réacteur (BR), dans le bâtiment des auxiliaires nucléaires (BAN), dans la salle des machines (SDM) et dans le bâtiment électrique (BL). Les inspecteurs ont relevé plusieurs écarts sur les chantiers en cours lors des inspections, nécessitant des actions correctives, notamment vis-à-vis de la propreté radiologique, de la maîtrise du risque de dispersion de matières contaminantes et de la surveillance des chantiers de maintenance du système d'instrumentation du cœur (dit système RIC).

ww.asn.fr Lors de ces journées d'inspection, il a été constaté que les régimes de travail radiologique examinés étaient correctement renseignés et les analyses de risques établies par les prestataires en charge des interventions étaient à l'attendu, à l'exception du chantier portant sur le système RIC précité.

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## A Demandes D'Actions Correctives

Les inspections effectuées pendant l'arrêt du réacteur n° 1 avaient mis en évidence plusieurs écarts relatifs à la gestion des chantiers. Ces écarts, pour lesquels vous avez indiqué depuis avoir engagé des actions de traitement, ont donné lieu à des demandes dans la lettre de suite du 26 août 2016 - dont le délai de réponse n'est pas encore atteint. Je note en tout état de cause que des écarts de nature similaire ont été constatés lors des inspections des 3 et 4 octobre 2016 pendant l'arrêt du réacteur n° 3, dont les descriptifs sont regroupés par thème dans les paragraphes qui suivent :

## Risque De Dispersion De La Contamination

Votre référentiel Radioprotection Chapitre 5 « Maîtrise des chantiers » impose que « le chargé de travaux s'assure du bon fonctionnement en continu des matériels déprimogènes installés pour son chantier ».

Les défauts constatés lors des contrôles des déprimogènes effectués par les inspecteurs lors de l'arrêt du réacteur n° 1 avaient motivé la première demande de la lettre de suite du 26 août 2016. Les inspecteurs de l'ASN ont procédé à la vérification par sondage de la traçabilité des contrôles des déprimogènes pour s'assurer de l'efficacité des dispositions prises en réponse à la demande précitée.

Parmi les déprimogènes utilisés sur les chantiers contrôlés, deux ont été vus en absence de contrôles au jour de l'inspection :
0 SLT 040 DP, utilisé au niveau du BR +20 m pour le chantier THS (trou d'homme secondaire)
du générateur de vapeur (GV) n° 1 ;
0 SLT 075 DP utilisé au niveau du BR +20 m pour le chantier THS du GV n° 2.

## Gestion Du Risque Fme (Foreign Material Exclusion)

Plusieurs défauts de gestion du risque FME avaient été constatés lors des inspections ayant eu lieu pendant l'arrêt du réacteur n° 1 et fait l'objet des demandes A5 et A6 de la lettre de suite du 26 août 2016. Lors de l'inspection du 3 octobre 2016, les inspecteurs se sont entretenus avec le surveillant FME au niveau +20 m du BR, dont les réponses se sont avérées satisfaisantes. Cependant, les inspecteurs ont constaté à proximité de la piscine BR, dans une zone dépourvue de protection, la présence de câbles électriques, de câbles d'alimentation en air et d'une borne UFS (le faux couvercle n'était pas encore installé en cuve). Par ailleurs, les inspecteurs ont noté qu'aucune disposition organisationnelle et matérielle n'était prise pour empêcher la perte de stylos en zone FME. Enfin, à l'entrée du local où se trouve la piscine d'entreposage des assemblages combustibles au niveau
+20 m du BK, les inspecteurs ont constaté, comme ils l'avaient fait pour le BK du réacteur n° 1, que l'armoire FME dédiée à l'entreposage des dispositifs (jugulaires pour les casques, bracelets pour les outils, cordons pour les lunettes…) et à l'attention des intervenants pour éviter l'introduction de corps étrangers dans la piscine, était vide. Il s'avère que lors de l'inspection du 4 octobre 2016, les travailleurs présents dans le local, intervenant pourtant au plus près de la piscine, portaient pour la plupart des casques dépourvus de jugulaires. Des écarts relatifs à la radioprotection similaires à ceux observés lors des inspections des 22 et 23 août 2016 pendant l'arrêt de la tranche 1 ont été constatés lors des inspections des 3 et 4 octobre 2016 :
saut de zone en sortie du chantier RIC au niveau 0 m du BR incomplet du fait de l'absence d'appareil de contrôle individuel de la contamination surfacique de type MIP10 ;
-
présence de protections biologiques de type matelas de plomb mal disposées alors que ces dernières semblaient devoir recouvrir la tuyauterie attenante à 3RCP104 et 105VP du fait de la présence de deux points chauds (au niveau +11 m du BR) ;
présence d'un MIP 10 hors tension (batterie autonome complètement déchargée) en sortie du local de la piscine de désactivation et d'entreposage des assemblages combustibles situé au niveau
+20 m du BK.

Demande A1 : je vous demande de renforcer les dispositions prises à la suite des constats faits lors des inspections des chantiers des 22 et 23 août 2016, ayant donné lieu aux demandes A1, A5, A6 et A9 de la lettre de suite du 26 août 2016, en prenant en considération les éléments qui précèdent. Vous me préciserez, pour chacun des points soulevés, les actions prises en ce sens.

Vous m'indiquerez en particulier les dispositions de contrôle que vous adoptez pour vous assurer de l'efficacité des mesures correctives prises.

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## Elaboration Des Régimes De Travail Radiologique (Rtr)

Lors de la confrontation de l'analyse de risque avec le RTR utilisé pour les opérations de mesure du taux de carbone dans le bol et les tubulures du GV n° 3, les inspecteurs ont relevé des distorsions entre le débit de dose ambiant (DeD) au poste de travail (en tenant compte des parades installées)
retenu par le RTR et celui figurant dans l'analyse de risque générique pour le palier 900 MWe.

En effet, le RTR prévoit un DeD de 0,165 mSv/h alors que l'analyse de risque indique pour le palier 900 MWe (et pour la zone la plus pénalisante en termes de radioprotection à savoir à « 50 cm sous le bol GV ou les tubulures GV »), un DeD attendu de 0,100 mSv/h. Le DeD mesuré le 4 octobre 2016 au poste de travail par les intervenants indiquait une valeur de 0,100 mSv/h, ce qui est cohérent avec le DeD normalement attendu avec les parades et protections biologiques en place. Vos représentants ont indiqué que l'établissement du RTR pour ce chantier n'avait pas fait l'objet d'un recoupement avec l'analyse de risque.

Demande A2 : lors de l'établissement des RTR pour des chantiers donnés, je vous demande d'établir le prévisionnel dosimétrique et le débit de dose ambiant au poste de travail en tenant compte des informations précisées sur ce volet (si elles existent) dans l'analyse de risque desdits chantiers. Vous me préciserez les actions que vous comptez mettre en œuvre en ce sens.

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## Chantier Relatif À La Maintenance Du Système Ric (Instrumentation Du Cœur)

Lors de l'inspection du 3 octobre 2016, les inspecteurs se sont rendus au niveau du chantier relatif à la maintenance du système RIC, notamment la maintenance des électro-mécanismes et des armoires du contrôle-commande du système RIC. Ce chantier était en cours au niveau 0 m du BR dans le local R241.

Les inspecteurs ont souhaité consulter la documentation associée à ce chantier, dont l'analyse de risque, le dossier de suivi d'intervention (DSI) et le RTR des intervenants. L'examen des documents précités a permis de mettre en exergue les constats suivants :
-
l'ensemble des parades prises au titre de la radioprotection n'est pas précisé sur le RTR,
notamment l'utilisation d'une unité de filtration sécurisée (UFS) et d'un déprimogène ;
-
l'analyse de risque du chantier ne précise pas la nécessité de porter le heaume ventilé pour la

réalisation de certaines opérations alors que les inspecteurs ont constaté qu'un des intervenants
travaillait avec un tel dispositif ;
-
aucune liste des intervenants ne figure dans le DSI ; le procès-verbal du contrôle de maintenance des armoires de contrôle-commande RIC 002 AR
-
consulté par les inspecteurs ne permet pas d'identifier les signataires et les dates d'émargement ; les phases devant faire l'objet d'un contrôle technique ne sont pas clairement identifiées et tracées par rapport aux dates effectives de réalisation des différentes étapes figurant dans le DSI. L'activité en cours étant une activité importante pour la protection des intérêts protégés (AIP), est redevable

des dispositions de l'article 2.5.3 de l'arrêté INB du 7 février 2012.
Je rappelle que lors de l'inspection de chantier du 22 août 2016, menée lors de l'arrêt du réacteur n° 1, les inspecteurs avaient constaté que la documentation de chantier n'était pas renseignée sur les lieux du chantier et que la surveillance prévue par l'arrêté INB n'avait pas permis de l'identifier. Vous aviez pourtant précisé que la société intervenant sur le système RIC faisait l'objet d'une attention particulière de la part du CNPE sur le volet documentaire.

Par ailleurs, les inspecteurs ont constaté que le panneau d'accès au chantier de maintenance du système RIC indiquait la nécessité du « port du beaume ventilé pour certaines phases ». Interrogés à ce sujet, ni les intervenants ni les représentants du service de prévention des risques (SPR) n'ont été en mesure de préciser exhaustivement les phases pour lesquelles il était nécessaire de se munir du heaume ventilé. De plus, l'analyse de risque du chantier ne précise pas dans les parades à déployer la nécessité du port du heaume ventilé par les intervenants.

Demande A3 : je vous demande de mettre en œuvre des actions correctives associées à l'ensemble des constats précités sur les chantiers de maintenance RIC et plus largement sur les chantiers à risque élevé de dispersion de matières contaminantes. Vous m'indiquerez par ailleurs, pour le cas particulier du chantier de maintenance du système RIC, les phases durant lesquelles les intervenants doivent impérativement se munir du heaume ventilé. Vous modifierez la documentation de chantier en conséquence.

Demande A4 : je vous demande de définir des actions robustes afin de vous assurer que l'ensemble de vos prestataires respectent les dispositions de l'arrêté INB en matière de contrôle technique.

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## Mise En Place De Plaquettes Arrétoirs Sur La Pompe 8Eas009Po - Matériel H3.2 D'Appoint En Eau Au Primaire

Lors de l'inspection du 4 octobre 2016, les inspecteurs se sont rendus dans le local K116 du BK pour vérifier le pré-lignage de la pompe EAS009PO (matériel H3.2 d'appoint en eau au primaire) requis du fait que le réacteur n° 3 était complètement déchargé (RCD).

Si le pré-lignage de la pompe a été constaté, les inspecteurs ont relevé que plusieurs plaquettes arrêtoirs installées au droit de l'équipement n'étaient pas à l'attendu (plaquettes mal rabattues, voire absentes…).

Je note que ces dispositifs permettent d'assurer le maintien de la fixation des vannes en cas de séisme ou de problématique de vibrations.

Demande A5 : je vous demande d'installer correctement les plaquettes arrêtoirs sur la pompe 8EAS009PO, conformément aux exigences attendues pour ce type d'équipement à chaque mise en place de cet équipement lorsqu'il est requis.

Par ailleurs, un sas était présent tout autour de la zone d'entreposage de la pompe 8EAS009PO sans que vos représentants aient été en mesure de préciser son rôle lors des deux journées d'inspection.

Les inspecteurs ont également constaté que les conditions d'accès à ce sas n'étaient pas indiquées et que son toit vinylé était rompu sur une surface notable, annulant sa fonction de confinement statique.

Par courriel du 6 octobre 2016, vous avez indiqué que le sas est utilisé comme confinement pour la réalisation des opérations de connexion et déconnexion de la pompe qui sont effectuées avec une tenue type Mururoa.

Demande A6 : je vous demande de mettre en œuvre les actions ad hoc en vue de restituer la fonction de confinement au sas précité, notamment en vue des opérations de déconnexion prévues d'ici la fin de l'arrêt. Vous me rendrez compte des actions mises en œuvre.

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## Caractère Décontaminable Des Surfaces Exposées À Un Risque De Contamination

L'arrêté du 15 mai 2006 relatif aux conditions de délimitation et de signalisation des zones surveillées et contrôlées et des zones spécialement réglementées ou interdites compte tenu de l'exposition aux rayonnements ionisants, ainsi qu'aux règles d'hygiène, de sécurité et d'entretien qui y sont imposées, indique, à l'article 25.II : « toutes les surfaces sur lesquelles sont manipulées ou entreposées des sources radioactives non scellées doivent être constituées de matériaux faciles à décontaminer ».

Lors des deux journées d'inspections, les inspecteurs ont constaté :
au niveau -3,5 m du BR, dans l'espace annulaire et dans le local R147, la présence de nombreux endommagements ponctuels du revêtement de sol décontaminable laissant apparaître le béton à nu ;
-

au niveau du local R241 dans lequel se déroulait le chantier de maintenance du système RIC, la présence de deux zones importantes où le revêtement de sol était endommagé. Toutefois, ces zones dégradées ont fait l'objet de mise en œuvre d'une matière résineuse translucide qui semble
être provisoire pour permettre la décontamination du sol après la réalisation de ce chantier.

Demande A7 : je vous demande de procéder aux traitements adéquats des zones signalées précédemment, leurs revêtements étant devenus difficilement décontaminables.

Lors des inspections menées les 3 et 4 octobre 2016, les inspecteurs ont constaté les écarts suivants :
au niveau -3,5 m du BR, présence de traces de bore sec au sol à l'entrée du local R111 et sous les vannes pneumatiques 3RRA504VP et 3RPE177VP ;
-
au niveau +4,65 m du BR, présence de traces de bore sec au sol au pied des armoires de pilotage des soupapes SEBIM (RRA121VP, RRA018VP et RCV201VP) ; au niveau +4,65 m du BR, présence de traces de bore sec en dessous du capteur 3RCP041MD
dans un bac de collecte des égouttures sans qu'aucune demande de travail (DT) ait été émise par le site pour la résorption de cet écart ; entreposage d'un rouleau de vinyle dans l'espace annulaire n'ayant pas fait l'objet d'une évaluation au titre de l'apport en charge calorifique ;
non-fermeture de la porte pare-flamme 3JSL277QP (située entre les locaux L202 et L226 dans le BL au niveau 0 m).

Demande A8 : je vous demande de corriger les écarts précités. Vous me rendrez compte des actions mises en œuvre en ce sens. Je vous demande également de me préciser l'origine des traces de bore observées.

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## B Demandes De Compléments D'Information Taux De Déclenchement Des Portiques C2 En Arrêts De Réacteur - Mise En Œuvre D'Un Plan D'Actions Renforcé

Au regard des taux importants de déclenchement des portiques C2 (situés en amont des vestiaires froids) constatés sur les arrêts 2016 des réacteurs n° 1, 2 et 4, l'ASN a demandé à vos représentants par courriel du 7 septembre 2016 de définir des actions fortes visant à réduire ces déclenchements de portiques C2, tant sur l'arrêt 2016 du réacteur n° 3 que pour les campagnes d'arrêts à venir. En effet, des actions devaient être réalisées notamment sur la propreté radiologique des chantiers et la maîtrise de la dispersion d'éventuelles contaminations.

Pour répondre aux attentes de l'ASN sur ce volet, vous avez précisé par courriel du 27 septembre 2016, un certain nombre d'actions d'ores et déjà mises en œuvre pour l'arrêt en cours du réacteur n° 3.

Lors de l'inspection du 4 octobre 2015, un représentant du SPR a détaillé les actions renforcées qui avaient été mises en œuvre durant cet arrêt consistant notamment à :
rappeler régulièrement les exigences de tenue de chantier, de contrôle régulier en sortie de chantier ou de BR, ainsi que les bons gestes en matière d'habillage et de déshabillage ; mobiliser plus de responsables de zone sur le terrain pour appuyer et conseiller sur les gestes de
-
radioprotection et la tenue des chantiers ; renforcer les cartographies radioprotection et les contrôles dans le but de résorber de manière préventive toute trace de contamination, notamment sur la dalle +20 m du BR ;
[…].

Pendant l'inspection, les inspecteurs ont rappelé à vos représentants qu'un plan d'actions pérenne était attendu en amont de la prochaine campagne d'arrêts pour prévenir le déclenchement des portiques C2 par la maîtrise et la tenue des chantiers notamment.

Lors de ces échanges, vous avez indiqué aux inspecteurs que des activités spécifiques devaient faire l'objet de renforcement en termes de radioprotection car, au vu du retour d'expérience, ces dernières sont régulièrement la source de déclenchements multiples des portiques C2 (en particulier, l'activité de décontamination de la piscine du BR au niveau +20 m).

Pour l'arrêt du réacteur n° 3, cette activité de décontamination de la piscine du BR a été réalisée dans la nuit du 4 au 5 octobre 2016. Le 5 octobre 2016, vos représentants ont informé l'ASN que deux déclenchements de portiques C2 ont été recensés pour cette activité.

Demande B1 : je vous demande de m'indiquer comment le plan d'actions concret et pérenne demandé par l'ASN tiendra compte du retour d'expérience associé à l'activité de décontamination des piscines du BR du réacteur n° 3.

## Renforcement Des Murs Biologiques Au Niveau Des Locaux: Tep Du Ban8 - Plancher Filtres 11 M

Le plan d'actions n° 27570 concernant la tenue au séisme des murs biologiques du BAN8 indique que deux murs biologiques doivent faire l'objet de renforcement immédiat sans nécessairement les déposer. Ce renforcement est nécessaire pour attester de la tenue au séisme des murs biologiques existants en attendant leur remplacement par des portes biologiques courant 2017.

Lors de la visite des installations le 4 octobre 2016, les inspecteurs ont constaté que les murs biologiques précités se situant respectivement à l'entrée du local N316 où se trouve la bâche 8 TEP 001 BA et à l'entrée du local N326 où se trouve la bâche 8 TEP 008 BA, n'ont pas fait l'objet du renforcement attendu.

Demande B2: je vous demande de me justifier le report du renforcement des murs biologiques précités, et de m'indiquer l'échéance prévue pour cette action.

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Chantier de tranquillisation des sources vibratoires ASG pour la partie des turbopompes de sauvegarde ASG –
modification référencée PNXX 1698 Lors de l'inspection du 4 octobre 2016, les inspecteurs se sont rendus dans le local W231 au niveau 0 m du bâtiment électrique (BL) où des activités étaient en cours et concernaient notamment le déploiement de la modification matérielle référencée PNXX 1698 « Tranquillisation des sources vibratoires ASG pour la partie des turbopompes de sauvegarde ».

Les inspecteurs ont examiné la documentation de chantier associée aux interventions en cours.

L'analyse de risque associée au remplacement des diaphragmes (3ASG31/32/33DI) identifiait en 1 er page un risque PIS (paramètre important pour la sûreté du réseau électrique) mais ce risque n'a pas été repris par la suite pour la définition des parades à mettre en œuvre sur le chantier.

Demande B3 : je vous demande de m'indiquer les raisons qui ont conduit à ne pas considérer le risque PIS dans la réalisation effective du chantier alors que ce risque était pris en compte dans l'analyse préliminaire de risques.

## C Observations

C1 - Lors de l'inspection du 3 octobre 2016, les inspecteurs ont examiné l'état des supportages des armoires de pilotage des soupapes SEBIM 3RRA115 et 120VP au niveau +4,65 m du BR et proches du local R320. A proximité de ces armoires de pilotage et de manière ponctuelle (quelques secondes),
les radiamètres des inspecteurs ont émis un signal sonore et la consultation du DeD oscillait entre 2,5 et 3 mSv/h alors que les inspecteurs ne se situaient pas dans une zone identifiée et balisée comme étant une zone orange. En première approche, vous avez indiqué aux inspecteurs avoir repéré une ligne de fuite au niveau du tube de transfert des assemblages combustibles entre le BR et le BK. Du fait que des opérations de déchargement d'assemblages étaient en cours lors de l'inspection, vous supposez que le débit de dose constaté par les inspecteurs aurait pour origine une élévation de la dosimétrie ambiante suite au passage d'un assemblage combustible dans le tube transfert en direction du BK.

Vos représentants du SPR ont réalisé des mesures a posteriori lors de transferts d'assemblages combustibles depuis la piscine du BR vers la piscine du BK. Ces mesures ont révélé que le DeD ambiant dans la zone où les inspecteurs ont constaté une hausse de la dosimétrie ambiante était supérieur à 2 mSv/h.

Cet écart étant redevable d'une déclaration d'un évènement significatif au titre de la radioprotection
(ESR) de critère 7 pour « non-respect des conditions techniques d'accès ou de séjour dans une zone spécialement réglementée ou interdite (zone orange ou rouge) », vous avez en conséquence déclaré à l'ASN, le 5 octobre 2016, un ESR pour « défaut de signalisation d'une zone spécialement réglementée lors du passage des éléments combustibles dans le tube transfert ».

C2 - Les inspecteurs ont examiné la fiche action n° A-12676 consistant en la mise en œuvre d'un « flash clignotant au-dessus du « T'AS TOUT » » (à l'identique des panneaux tirs radio situés aux entrées de site)
à l'échéance du 29 juillet 2016 (suite à l'incident survenu en fin d'année 2015 concernant un accès en zone contrôlée d'un intervenant sans ses deux dosimètres, actif et passif). Après examen, il s'est avéré que l'action a été soldée le 15 septembre 2016 sans qu'aucun report de l'échéance initiale n'ait été tracé ou formalisé sur la base actions du CNPE.

Lors de la visite des installations, les inspecteurs ont pu constater que le dispositif était en place au niveau du vestiaire hommes avant d'entrer en zone contrôlée dans le BAN8.

C3 - Par courriel du 16 septembre 2016, l'ASN a demandé au CNPE de prendre un engagement au titre de la directive interne n° 17, pour mettre à jour le rapport de sûreté du réacteur n° 3 précisant que 11 buses du système d'aspersion de l'enceinte (EAS) sont indisponibles. S'agissant d'une exigence définie au sens de l'arrêté INB du 7 février 2012 modifié, le rapport de sûreté doit préciser ces indisponibilités. Interrogés à ce sujet lors de l'inspection du 3 octobre 2016, vos représentants ont indiqué que cet engagement n'avait pas été encore pris par le CNPE du fait que des investigations étaient en cours pour confirmer l'indisponibilité des buses d'aspersion précitées. Les inspecteurs vous ont rappelé que cette information étant tracée au travers d'un plan d'actions, il est nécessaire de prendre dans les meilleurs délais (avant la fin de l'arrêt en cours du réacteur n° 3) un engagement ferme envers l'ASN pour la mise à jour du rapport de sûreté pour le réacteur n° 3, à l'instar de ce qui a déjà été réalisé pour les réacteurs n° 1, 2 et 4.

C4 - Les inspecteurs ont constaté l'absence d'indication des contacts radioprotection sur les régimes de travail radiologique (RTR) pour les chantiers de maintenance du système RIC (au niveau 0 m du BR) et du chantier de mesure par spectrométrie du taux de carbone du bol du générateur de vapeur n° 3 (au niveau +8 m du BR).

C5 - Dans le compte-rendu d'évènement déclaré en juin 2016 relatif à « la perte de réfrigération du circuit d'huile de la pompe 4 ASG 001 PO », vous aviez retenu que l'action de progrès suivante : « présenter l'évènement à l'ensemble des CA en lui rappelant la nécessité de contrôler l'adéquation entre la qualification UTO et périmètre d'intervention confié au prestataire. Fiabiliser la communication lors du transfert de dossier», avait pour échéance de traitement le 30 novembre 2016.

Suite à une demande de l'ASN formulée par mail du 1er septembre 2016, le CNPE s'était engagé le 15 septembre 2016 à réaliser cette action pour les acteurs associés à l'arrêt du réacteur n° 3 avant le découplage. L'échéance du 30 novembre 2016 était maintenue pour les autres chargés d'affaires non concernés par l'arrêt du réacteur n° 3.

Les inspecteurs ont donc souhaité vérifier le respect de l'engagement précité par l'examen de la fiche action n° A-13078 affectée le 15 septembre 2016 à un pilote en charge de la mise en œuvre des actions correctives à l'échéance du 30 novembre 2016 pour les 4 réacteurs. Cette fiche action ne trace pas l'action de sensibilisation des chargés d'affaires qui aurait dû être réalisée avant le découplage du réacteur n° 3.

Vous voudrez bien me faire part sous deux mois des remarques et observations, ainsi que des dispositions que vous prendrez pour remédier aux constatations susmentionnées. Pour les engagements que vous prendriez, je vous demande de les identifier clairement et d'en préciser, pour chacun, l'échéance de réalisation. Enfin, conformément à la démarche de transparence et d'information du public instituée par les dispositions de l'article L. 125-13 du code de l'environnement, je vous informe que le présent courrier sera mis en ligne sur le site Internet de l'ASN ( ww.asn.fr ).

Je vous prie d'agréer, Monsieur le Directeur, l'assurance de ma considération distinguée.

Le Chef de la division d'Orléans Signé par : Pierre BOQUEL
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